Экономический упрощенный реактор с кипящей водой ( ESBWR ) представляет собой пассивно безопасное поколение III + реактор конструкция , полученная из его предшественника, упрощенный кипящий реактор (реактор типа SBWR) и от Advanced кипящого водяного реактора (ABWR). Все они разработаны GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) и основаны на предыдущих проектах реакторов с кипящей водой .
Система пассивной безопасности
В пассивной ядерной безопасности системы в качестве ESBWR работать без использования каких - либо насосов, что создает повышенную безопасность конструкции, целостность и надежность, при одновременном снижении общей стоимости реактора. Он также использует естественную циркуляцию для управления потоком теплоносителя внутри корпуса реактора высокого давления (КР); это приводит к меньшему количеству систем, нуждающихся в обслуживании, и исключает значительные повреждения BWR, такие как разрывы линий рециркуляции. Для этих систем не требуются циркуляционные насосы или связанные с ними трубопроводы, источники питания, теплообменники, контрольно-измерительные приборы или средства управления.
Пассивные системы безопасности ESBWR включают в себя комбинацию из трех систем, которые обеспечивают эффективную передачу остаточного тепла (образовавшегося в результате ядерного распада) от реактора к бассейнам с водой вне защитной оболочки - система изоляционного конденсатора, система охлаждения с гравитационным приводом и пассивная изоляция. Система охлаждения . Эти системы используют естественную циркуляцию, основанную на простых законах физики, для передачи остаточного тепла за пределы защитной оболочки при поддержании уровня воды внутри реактора, сохраняя ядерное топливо погруженным в воду и надлежащим образом охлажденным.
В случаях, когда граница давления теплоносителя реактора остается нетронутой, система изоляционного конденсатора (ICS) используется для отвода остаточного тепла из реактора и передачи его за пределы защитной оболочки. Система ICS - это система с замкнутым контуром, которая соединяет корпус реактора под давлением с теплообменником, расположенным на верхнем фасаде здания реактора. Пар покидает реактор по трубопроводу ICS и направляется к теплообменникам ICS, которые погружены в большой бассейн. Пар конденсируется в теплообменниках, а более плотный конденсат затем стекает обратно в реактор, завершая цикл охлаждения. Охлаждающая жидкость реактора циркулирует по этому пути потока для обеспечения непрерывного охлаждения и добавления воды в активную зону реактора.
В случаях, когда граница давления теплоносителя реактора не остается неповрежденной и запасы воды в активной зоне теряются, система охлаждения с пассивной защитной оболочкой (PCCS) и система охлаждения с гравитационным приводом (GDCS) работают совместно для поддержания уровня воды в активной зоне и удалить остаточное тепло из реактора, переведя его за пределы защитной оболочки.
Если уровень воды внутри корпуса реактора под давлением падает до заданного уровня из-за потери запасов воды, в реакторе сбрасывается давление и запускается GDCS. Он состоит из больших бассейнов с водой внутри защитной оболочки, расположенных над реактором, которые соединены с корпусом реактора под давлением. Когда система GDCS запускается, сила тяжести заставляет воду течь из бассейнов в реактор. Размеры бассейнов обеспечивают достаточное количество воды для поддержания уровня воды выше верхней части ядерного топлива. После сброса давления в реакторе остаточное тепло передается в защитную оболочку, когда вода внутри реактора кипит и выходит из корпуса реактора в защитную оболочку в виде пара.
АСУ ТП состоит из набора теплообменников, расположенных в верхней части здания реактора. Пар из реактора поднимается через защитную оболочку к теплообменникам PCCS, где пар конденсируется. Затем конденсат стекает из теплообменников PCCS обратно в бассейны GDCS, где он завершает цикл и стекает обратно в сосуд высокого давления реактора.
Теплообменники ICS и PCCS погружены в бассейн с водой, достаточно большой, чтобы обеспечить 72-часовой отвод остаточного тепла реактора. Бассейн сброшен в атмосферу и расположен за пределами защитной оболочки. Комбинация этих характеристик позволяет легко пополнять бассейн за счет источников воды низкого давления и установленных трубопроводов.
Активная зона реактора короче, чем в обычных установках BWR, чтобы уменьшить перепад давления над топливом, тем самым обеспечивая естественную циркуляцию. Есть 1,132 пучков твэлов и тепловая мощность 4500 МВт в стандартизированном реакторе типа SBWR. [1] Номинальная мощность составляет 1594 МВт брутто и 1535 МВт нетто, что дает общий КПД станции Карно примерно 35%. [2]
В случае аварии ESBWR может оставаться в безопасном, стабильном состоянии в течение 72 часов без каких-либо действий оператора или даже без электроэнергии. Системы безопасности ESBWR предназначены для нормальной работы в случае отключения электроэнергии на станции, что препятствовало нормальному функционированию систем аварийного охлаждения активной зоны на АЭС « Фукусима-дайити» . Под резервуаром находится конструкция трубопровода, которая позволяет охлаждать активную зону во время любой очень серьезной аварии. Эти трубы облегчают охлаждение водой над и под расплавленной активной зоной. В окончательном отчете об оценке безопасности, принятом NRC, общая частота повреждения активной зоны составляет 1,65 * 10 -8 в год (то есть примерно раз в 60 миллионов лет). [3]
Процесс рассмотрения проекта NRC
ESBWR получил положительный отчет об оценке безопасности [4] и окончательное одобрение проекта [5] 9 марта 2011 г. 7 июня 2011 г. NRC завершил период общественного обсуждения. [6] Окончательное правило было выпущено 16 сентября 2014 г. после решения двух нерешенных проблем, связанных с моделированием нагрузок на паровую сушилку GE-Hitachi. [7] [8]
В январе 2014 года GE Hitachi заплатила 2,7 миллиона долларов за урегулирование судебного иска, в котором утверждала, что она подала в NRC ложные заявления о своем анализе паровой сушилки. [9]
NRC предоставило разрешение в сентябре 2014 года. [10] Однако в сентябре 2015 года NRC отозвала заявку на получение комбинированной лицензии на строительство и эксплуатацию первого предложенного блока ESBWR на атомной генерирующей станции Grand Gulf по запросу владельца Entergy . [11]
31 мая 2017 года Комиссия по ядерному регулированию объявила, что она санкционировала выдачу комбинированной лицензии для блока 3 атомной электростанции Северная Анна . [12] [13]
Смотрите также
Рекомендации
- ^ Fennern, Ларри Е. (15 сентября 2006). "Семинар ESBWR - Реактор, активная зона и нейтроника" (PDF) . GE Energy / Nuclear . Министерство энергетики США. Архивировано из оригинального (PDF) 14 ноября 2010 года . Проверено 14 марта 2012 .
- ^ «Сертификат выданной конструкции - экономичный упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR)» . Комиссия по ядерному регулированию США. 19 февраля 2015 . Проверено 27 сентября 2015 .
- ^ «Заключительный отчет по оценке безопасности ESBWR» (PDF) . Комиссия по ядерному регулированию . Проверено 7 мая 2013 года .
- ^ «Пакет ML103470210 - Заключительные главы ESBWR FSER» . Комиссия по ядерному регулированию . Проверено 14 марта 2012 .
- ^ Джонсон, Майкл Р. (9 марта 2011 г.). «Окончательное одобрение проекта экономичного упрощенного реактора с кипящей водой» (PDF) . Министерство энергетики США . Проверено 14 марта 2012 .
- ^ «Завершился период общественного обсуждения NRC заявки GE Hitachi Nuclear Energy на сертификацию реактора ESBWR» (пресс-релиз). Genewscenter.com. 23 июня 2011 года Архивировано из оригинала на 2012-03-24 . Проверено 14 марта 2012 .
- ^ «График рассмотрения заявки ESBWR» . Комиссия по ядерному регулированию . 17 июля 2012 . Проверено 4 ноября 2012 .
- ^ «NRC сертифицирует новую конструкцию реактора GE-Hitachi» (PDF) . Комиссия по ядерному регулированию . 16 сентября 2014 . Проверено 16 сентября 2014 .
- ^ «США штрафуют ядерную установку GE Hitachi за дефектную конструкцию реактора» . Рейтер. 23 января 2014 . Проверено 24 января 2014 года .
- ^ http://www.world-nuclear-news.org/NN-Design-approval-for-the-ESBWR-1709201401.html
- ^ «US Entergy официально отказывается от приложения ESBWR» . Nuclear Engineering International. 24 сентября 2015 . Проверено 24 сентября 2015 года .
- ^ NRC выдаст Доминиону новую лицензию на реактор для участка Северная Анна | 31 мая 2017 г.
- ^ Электростанция Северная Анна, блок 3 | NRC.gov
Внешние ссылки
- Веб-сайт GE Energy ESBWR
- Отчет о состоянии 100 - Упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR) [ постоянная мертвая ссылка ] , ARIS, МАГАТЭ, 01-08-2011
- Статья журнала POWER о ESBWR
- Страница обзора NRC ESBWR
- Вероятностная оценка риска ESBWR
- Документ управления проектом ESBWR, ред. 10
- Обзор конструкции опубликован в ANS Nuclear News (2006).